9


Курс «БЖД: Защита в ЧС и ГО»- 2006 9


  1. «ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ». Часть 1: Оценка радиационной обстановки при авариях на РОО

    1. Основные положения оценки обстановки

      1. Определения, поражающие факторы, этапы и методы оценки.

Радиационная обстановка

складывается на территории определенных районов, населенных пунктов, объектов экономики в результате радиоактивного загрязнения местности и расположенных на ней предметов и требует принятия мер защиты для исключения или уменьшения радиационных поражений и потерь среди населения;

характеризуется масштабом (пространственным), степенью (загрязненности) и ха­рактером (альфа-, бета-, гамма- ) радиоактивного загрязнения;

не является неизменной: со вре­менем, вследствие распада радионуклидов, степень загрязнения, а следова­тельно, и интенсивность ионизирующих излучений уменьшаются.

Оценка радиационной обстановки - это анализ последствий радиоактивного загрязнения окружающей среды и выбор наиболее целесообразных действий формирований ГО, производственной деятельности объектов экономики и мер по защите населения, при которых исключаются или максимально снижаются радиационные потери и поражения людей.

Основными факторами радиационного воздействия на людей в зонах радиоактивного загрязнения являются гамма- и бета- излучения продуктов деления. Возможно также действие альфа- излучателей, если из-за особенностей реактора и аварии происходит значительный выброс плутония.

При поступлении во внешнюю среду только радиоактивных благородных газов (РБГ) - аргон, криптон, ксенон - радиационная опасность обуславливается только внешним гамма - излучением при прохождении радиоактивного облака.

Во всех других случаях радиационная обстановка и степень радионуклидной опасности ( т.е. внешнего и внутреннего облучения) определяются количеством и радионуклидным составом выброшенных продуктов деления, расстоянием до места аварии, метеорологическими, гидрологическими и почвенными характеристиками, временем года и другими условиями.

Радиационная обстановка и ее оценка в значительной степени определяется этапом аварии.

На раннем этапе аварии проводится так называемая экстренная оценка обстановки и прогнозируется возможный масштаб аварии. Для этого необходим следующий объем сведений:

-количественная характеристика выброса и радионуклидный состав;

-пути выброса и его длительность;

-метеорологические условия на момент аварии (в том числе направление и скорость ветра на высоте выброса).

Для уточнения предварительных расчетов проводятся дозиметрические измерения. Кроме гамма-излучения определяется изотопный состав выброса. На основании расчетных данных и дозиметрических измерений принимаются меры по защите населения.

На промежуточном этапе проводится уточнение радиационной обстановки определяются уровни загрязнения местности и возможные дозы внешнего облучения. На этом этапе расширяется фронт работ по оказанию помощи населению, проводится дезактивация, вывоз материальных ценностей и другие работы. Так как формирования работают используя СИЗ, то основной опасностью для личного состава будет внешнее излучение.

Оценка радиационной обстановки может производиться методом прогнозирования ( до выпадения радиоактивных осадков ) или по данным радиационной разведки ( оценка фактической радиационной обстановки после выпадения осадков ).

      1. Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО.

При оценке радиационной обстановки решаются следующие основные задачи:

1.Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время.

2.Определение доз облучения, получаемых людьми за время пребывания на загрязненной местности.

3.Определение допустимого времени пребывания людей в зонах радиоактивного загрязнения.

4.Определение допустимого времени начала работ или преодоления загрязненной местности.

5.Определение режимов радиационной защиты рабочих, служащих и производственной деятельности ОНХ.

6.Определение возможных радиационных потерь (поражений) в зонах радиоактивного загрязнения.

7.Определение степени загрязнения техники, транспорта, оборудования и т. п.

Перечисленные задачи решаются как при авариях на РОО, так и при ядерном взрыве. При авариях на РОО, кроме того, определяется радионуклидный состав выброса (перечень элементов) и коэффициент скорости распада радионуклидной смеси.

      1. Физические основы методов оценки обстановки.

Основным исходным понятием, используемым при оценке обстановки, является понятие “уровня радиации”.

Уровень радиации на радиоактивно загрязненной местности это ионизирующее действие находящейся на местности смеси радионуклидов на элементарный объем воздуха на высоте 1м от поверхности земли.

Для более точных расчетов в физике используется понятие “кермы” и специально вводится величина, которая называется керма-постоянная.

Керма (kerma - kinetic energy released in material) это отношение суммы первоначальных кинетических энергий всех ионизированных частиц в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме.

Понятие кермы очень близко к понятию поглощенной дозы (отношение всей переданной энергии веществу в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме), об этом свидетельствует и то, что при практической оценке обстановки на загрязненной местности численное значение воздушной кермы ( ионизация воздуха) незначительно отличается от значения поглощенной дозы1.

По аналогии с мощностью дозы мощность воздушной кермы это изменение кермы в единицу времени , Гр/с .

Мощность воздушной кермы на расстоянии l от точечного излучающего источника данного радионуклида активностью А находят из выражения

,

пренебрегая при этом поглощением и рассеиванием излучения в воздухе ввиду их незначительности и учитывая только определяющее геометрическое ослабление излучения, пропорциональное квадрату расстояния.

Величина Гб - керма-постоянная - характеризует мощность воздушной кермы от точечного источника активностью в 1Бк на расстоянии 1м в воздухе и имеет размерность Гр м2/с Бк.


Таблица 1.1.3‑1. Значения Гб аГр м2/ (c Бк) для некоторых радионуклидов

(1 аттогрей = 10-18 Гр )

Изотоп

Т , годы

Гб , аГр

К40

1,28 · 109

5,07

Ti44

47,3

2,228

Cs137

30,17

21,24

Cs134

2,06

57,17

U235

6,85 · 108

4,653

Pm47

17,7

2,98

Co60

5,3

84,23


При равномерном загрязнении местности точечными источниками одного радионуклида мощность воздушной кермы на высоте h над центром загрязненного круга радиусом R можно вычислить так:

,

или при h= 1м и R > 100 м

,

где Аs - поверхностная активность на поверхности загрязнения Бк/ м2 .

Если известен состав смеси радионуклидов, вышедших при аварии и могут быть спрогнозированы поверхностные активности по каждому из загрязняющих местность радионуклидов, то сумма мощностей воздушной кермы разных радионуклидов на высоте h= 1м над поверхностью загрязненной местности будет соответствовать определению уровеня радиации

На практике используется эмпирическая формула, отражающая спад суммарной мощности кермы

или Pt t n = Poton (1)

где Рt - уровень радиации на время t после аварии;

Рo - уровень радиации на время to;

n - коэффициент, характеризующий скорость распада смеси радионуклидов.

Данное выражение справедливо для достаточно большого периода времени и является основным и исходным при получении всех других зависимостей, составляющих методику расчета параметров обстановки на загрязненной местности в результате аварии на РОО, а в дальнейшем и после ядерного взрыва.

С точностью, приемлемой для целей оценки обстановки, используется и соотношение между уровнем радиации и двумя дозами: уровень радиации приравнивается мощностям экспозиционной и поглощенной доз

и

Замечание

Для населения, проживающего в зоне загрязнения длительное время (при уровнях не выше установленных действующими нормами), большую роль играет внутреннее облучение. Поэтому в качестве основного параметра, характеризующего степень опасности, используют не уровни радиации (при­годны только для расчетов внешнего облучения) , а активность радионук­лидов.

В частности, степень загрязнения местности характеризуют поверх­ностной активностью, выражаемой в Бк/м2, Ки /м2, Ки/км2 и т. п.. При возникновении необходимости перевода единиц активности в единицы мощности дозы используется керма-постоянная.

    1. Оценка радиационной обстановки по данным дозиметрического контроля и разведки.

      1. Подготовительные операции

        1. Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии.

Оценка радиационной обстановки по результатам замеров, полученных при дозиметрическом контроле (разведке) местности, начинается с определения скорости распада смеси радионуклидов, что обеспечивает возможность использования основного выражения (1) при решении всех задач, решаемых при оценке обстановки.

Значение коэффициента n зависит от состава радионуклидов в аварийном выбросе, произошедшем на радиационно опасном объекте (РОО).

При аварийных выбросах из реактора радионуклидный состав будет зависеть от многих факторов - типа реактора, времени его работы до аварии, характера выброса и других, поэтому значение коэффициента n заранее неизвестно, но его можно определить по данным радиационного контроля после выпадения осадков.

Из выражения (1) следует:

(2)

где РIII - отношение уровней радиации при первом и втором измерениях, проведенных в одной и той же точке,

tII/tI - отношение отрезков времени, отсчитываемых от момента аварии, принимаемого за начало отсчета, до второго и первого измерений2.

        1. Определение n при неопределенном времени начала отсчета.

В случаях, когда при аварии происходит несколько выбросов (например, при аварии на ЧАЭС произошло три крупных выброса с интервалом в несколько дней), ни одно из времен отдельного выброса или их среднее нельзя принимать за время начало отсчета (время аварии). Это связано с тем, что состав каждого отдельного выброса при этом учитываться не будет, поэтому использовать в таких случаях формулу (2) не представляется возможным. Для учета суммарного воздействия от всех выбросов следует произвести несколько замеров и по их результатам попытаться определить параметры осредненной (суммарной) кривой спада уровня радиации.

В такой ситуации воспользуемся следующим свойством выражения (1). Запишем выражение (1) в следующем виде

PItIn = PIItIIn = PIIItIIIn = const (1а)

где индексы I, II, III относятся соответственно к первому, второму и третьему замерам. Обратим внимание на то, что это выражение можно прологарифмировать

ln PI + n ln tI = ln PII + n ln tII = ln С

Затем продифференцируем результат логарифмирования и перейдем к конечным разностям

Если проводить замеры через равные промежутки времени t , то для определения n будет достаточно трех замеров, для которых получим

и

Исключив из последнего выражения время, получим формулу для расчета коэффициента n при нескольких выбросах3

(3)

После определения n появляется возможность определить необходимое для дальнейших расчетов условное время аварии - условную точку на оси времени, принимаемую при нескольких выбросах за начало отсчета.

Для определения времени начала отсчета используется формула (1а)

PItIn = PIItIIn = PIIItIIIn = const

или (4)

где t - интервал между замерами.


Для удобства дальнейших расчетов целесообразно пользоваться третьей величиной, определяемой на предварительной стадии расчетов - уровнем радиации на время, равное одному часу после начала отсчета Р1 , определяемо также из выражения (1а) PItIn = PIItIIn = const = Р1 :

(5)

(В дальнейшем следует быть внимательным: арабские индексы уровней обозначают время в часах, измеряемое от начала отсчета, а римские индексы - это номера замеров).


Пример 1.

Типичное условие задачи оценки обстановки после аварии на РОО начинается так:

Уровни радиации, замеренные в 11-00, 11-30 и 12-00 составили 1,5 Гр/ч, 1,35 Гр/ч, 1,24 Гр/ч.

Начинать решение следует с определения n , интервала времени между первым замером и условным временем аварии tI, и уровня радиации на 1 час после аварии Р1.

1) Интервал между замерами t постоянный и равен 30 мин, значит для расчета n можем воспользоваться формулой (3):

= 0,44

2) Интервал времени между первым замером и условным временем аварии определим по формуле (4):



Следовательно временем отсчета в данном случае будет 1100 – 1ч50мин = 910 часов.

3) Уровень радиации на один час после аварии, т.е. на 1010 будет равен:

= 1,5 1,8480,44 = 1,96 Гр/ч

Пример 2.

Определить уровни радиации на 1 час после аварии, если n = 0,6 , а уровень , замеренный через 35 часов равен 0,03 Гр/ч.

Из (5) получаем

P1 = P35 (35/1)0,6 =0,253 Гр/ч.


Решение задач по оценке обстановки после аварии на РОО всегда следует начинать с расчета величин n, tI , P1 .

      1. Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время (Приведение уровней радиации к одному времени после аварии).

При проведении дозиметрического контроля местности в различных ее точках фиксируются уровни радиации в определенные, произвольно складывающиеся, моменты времени. Для удобства нанесения зон загрязнения на карту и решения задач по оценке обстановки уровни радиации целесообразно приводить к конкретному времени: на 1 час после аварии, на 2, 3 и т. д. часа.

Перерасчет уровня радиации в данной точке местности на требуемое время производится с использованием выражения (1):

откуда

(6)

Пример 3.

Определить уровень радиации на 100 часов после аварии, если на 10 часов он равен 0,40 Гр/ч , а n = 0,7.

Из (6) получаем

P100 = P10 (10/100)0,7 = 0,0798 0,08 Гр/ч.

      1. Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности.

В соответствии с принятым положением о том, что уровень радиации может быть принят равным мощности поглощенной дозы, интегрированием получаем выражение для расчета доз:

; (7)

Пример 4.

Уровень радиации на 3 часа после аварии равен 0,035 Гр/ч. Определить дозу облучения, которую могут получить спасатели, если они начнут работы через 5 часов, а закончат через 10 часов после аварии. Коэффициент n =0,3.

Сначала определим уровни на 5 и на 10 часов после аварии :

Р5 = 0,035 · (3/5)0,3 = 0,0296 0,03 Гр/ч

Р10 = 0,035 · (3/10)0,3 = 0,0243 0,0244 Гр/ч

Теперь можем рассчитать дозу (7)

D =(0,0244 · 10 - 0,03 · 5)/(1-0,3) = 0,134 Гр

Пример 5.

Уровни радиации, замеренные в 12.30, 13.00 и в 13.30 соответственно равны 0,20 Гр/ч, 0,18 Гр/ч и 0,165 Гр/ч.

Определить дозу облучения, которую могут получить люди, находящиеся в противорадиационном укрытии (ПРУ) с Косл = 100 за период времени с 70 ч по 100 ч после аварии:

1).Определяем коэффициент n по формуле (3):

n=0,5

2).Определяем условное время аварии (4):

3).Определяем Р70 и Р100 (6):

Р70 = 0,20 (2/70)0,5=0,0343 Гр/ч

Р100 = 0,20 (2/100)0,5 = 0,0286 Гр/ч .

4). Дозу определяем по формуле (7)

D = (0,0286 · 100 - 0,0343 · 70 ) = 0,399/50 = 0,00798 Гр

      1. Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения.

Преобразованием (7) можно получить выражение для времени выхода из зоны облучения, при котором полученная за время пребывания доза не превысит допустимое значение:


Случайные файлы

Файл
23520.rtf
15612.doc
212187.rtf
78157.doc
9036-1.rtf